Slow heat-up PWR test CORA-30: test results

DWR Versuch CORA-30 mit geringerer Aufheizrate: Versuchsergebnisse.
Die CORA-Out-of-pile-Experimente wurden im Rahmen des internationalen "Severe Fuel Damage" Programms durchgeführt. Sie sollten Informationen über die Schadensmechanismen bei Leichtwasser-Reaktor Brennelementen im Temperaturbereich von 1200°C bis 2400°C liefern.
Im Versuch CORA-30 sollte das Schadensverhalten der Brennelemente bei einem geringeren anfänglichen Temperaturanstieg von 0,2 K/s untersucht werden. Bei den meisten CORA-Versuchen betrug der anfängliche Temperaturanstieg des Hüllmaterials etwa 1 K/s. ... mehrDer geringere Anstieg ist repräsentativ für Kühlmittel-verlust-Störfalle, die bei einem abgeschalteten Reaktor entstehen könnten. Die Geschwindigkeit des anfänglichen Temperaturanstiegs des Hüllmaterials bestimmt die Dicke der Oxidschicht bei der jeweils erreichten Temperatur. Die Stärke der schützenden Oxidschicht wiederum beeinflußt das Temperatur-Zeitverhalten und das Ausmaß der Temperatureskalation.
Der Versuch CORA-30 hat gezeigt, daß auch der langsame anfängliche Temperaturanstieg in eine Temperatureskalation einmündet. Die Temperatur zu Beginn der Eskalation lag ungefähr 150 K höher als in Versuchen mit einem anfänglichen Temperaturanstieg von 1 K/s. Die Temperatureskalation erreichte einen maximalen Wert von 2 K/s. Dieser Anstieg ist deutlich geringer als die
20 K/s Werte die beim üblichen anfänglichen Anstieg von 1 K/s erreicht wurden. Dieser kleinere Wert mag von Bedeutung bei Überlegungen zur Unfallbeherrschung sein.
Die elektrische Leistung beim Versuch CORA-30, die notwendig war um die "Starttemperatur" für die Eskalation zu erreichen, betrug ca. 25% weniger als bei den Tests mit einem Anstieg von 1 K/s. Im Vergleich zu den Standard-DWR-Versuchen, bei denen sich die Temperatureskalation bis zu 350 mm hinab ausbreitete, war im Versuch CORA-30 die Eskalation auf die obere Hälfte des Bündels beschränkt. In 550 mm Höhe bildet sich nur noch ein geringfügiger Temperaturanstieg auf 1250°C aus.
In Übereinstimmung mit dem axialen Temperaturprofil ist die Schadensentwicklung auf die obere Hälfte des Bündels beschränkt. Als Folge der längeren Oxidation blieb die Absorberstruktur bis zu einer Höhe von 600 mm erhalten im Vergleich zu 250 mm bei äquivalenten DWR-Standardtests. Dieses Verhalten ist wichtig für Überlegungen zum Kritikalitätsverhalten eines zerstörten Kerns beim Wiederfluten.
Die entstandene Schmelze erstarrte in zwei örtlich getrennten Blockaden von 870 mm bis 800 mm und von 620 mm bis 500 mm. Die Blockaden liegen damit 300 mm bis 400 mm höher als in den äquivalenten DWR-Versuchen. Die obere Blockade enthielt bevorzugt keramisches Material, während die untere im wesentlichen aus metallischen Komponenten bestand.
Die gemessene maximale Wasserstoffproduktionsrate von 200 mg/s entspricht einem maximalen Verbrauch des eingespeisten Dampfes von 27%. Die mit dieser Wasserstoffproduktionsrate verknüpfte chemische Energie ist doppelt so groß wie die zu diesem Zeitpunkt eingespeiste elektrische Leistung. Das Energieäquivalent der insgesamt erzeugten 194 g Wasserstoff entspricht etwa 20% der gesamt eingespeisten elektrischen Energie.
Unter der Annahme, daß nur Bereiche mit einer Temperatur über 1400°C an der Oxidation teilgenommen haben, entsprechen die 194 g H2 einer Oxidation von etwa 80% des Zircaloy-Hüllmaterials und des Dampfführungsrohres in diesem Bereich.

The CORA out-of-pile experiments are part of the international Severe Fuel Damage (SFD) Program. They were performed to provide information on the damage development of Light Water Reactor (LWR) fuel elements in loss-of-coolant accidents in the temperature range 1200°C to 2400°C.
Test CORA-30 should investigate the fuel element damage behaviour with reduced initial heat-up rate of about 0.2 K/s compared to the normally used value of 1 K/s. The lower initial heat-up rate is representative for a loss-of-coolant accident which may develop after a shutdown of the reactor. The initial increase rate of the cladding temperature influences the thickness of the oxide layer reached at a given temperature. ... mehrThe thickness of the protective oxide layer influences the temperature time behaviour and the extent of the temperature escalation.
Test CORA-30 showed that the temperature escalation takes place also for an initial heatup rate of 0.2 K/s. The temperature at the start of the escalation was about 150 K higher than in tests with 1 K/s initial heatup. The increase rate of the temperature reached a maximum of about 2 K/s, a value much less than about 20 K/s reached for an initial temperature increase of 1 K/s. This result is important for accident management considerations.
The electric power input at the onset of the escalation was lower for CORA-30 by about 25% in comparison to the other CORA tests. In contrast to the comparable PWR tests, in which the temperature escalation proceeded downwards to 350 mm elevation, in test CORA-30 the escalation was confined to the upper half of the bundle with only a minor temperature increase to about 1250°C at 550 mm elevation.
In agreement with the axial temperature distribution the damage was limited to the upper half of the bundle. As a consequence of the longer oxidation period the absorber rod structure survived up to the 600 mm elevation, compared to 250 mm in equivalent PWR tests. This fact may be of interest for accident management considerations in connection to the criticality behaviour of a damaged core during reflood.
The liquefied material of the bundle relocated and formed two blockages between the axial elevations 500 mm to 620 mm and 800 mm to 870 mm. These elevations are 300 mm to 400 mm higher than in equivalent 1 K/s tests. The upper blockage was mainly formed by ceramic material and the lower one consisted preferentially of metallic material.
The maximum measured specific hydrogen production rate of 200 mg/s corresponds to a consumption of 27% of the steam introduced into the bundle. At the time of the escalation temperature peak the generated chemical energy is twice as large as the electric input. The totally produced hydrogen of 194 g corresponds to 20 % of the total energy input. Under the assumption that only the region with a temperature above 1400°C has contributed substantially to the oxidation, 194 g of hydrogen correspond to about 80% oxidation of the Zircaloy fuel rod cladding and shroud.